Letteratura scientifica selezionata sul tema "Physique des tokamaks"

Depuis les premières recherches entreprises dans les années trente, la plupart des nations industrialisées se sont dotées de laboratoires dédiés à la physique de la fusion. Dans les années 1960, les chercheurs soviétiques développent une nouvelle architecture de machine de fusion qu’ils baptisent « tokamak ». Plusieurs centaines de tokamaks ont été construits, dont ITER, le plus puissant d’entre eux, qui ouvre le premier chapitre de la fusion au XXIe siècle au sein d’une vaste entreprise de recherche internationale. Si la quasi-totalité des tokamaks dans le monde contribuent au programme ITER , d’autres projets existent. Il s’agit ici d’en présenter quelques-uns parmi des dizaines, voire des centaines qui fleurissent à travers le monde.

Les nombreux avantages que présenteraient la fusion thermonucléaire, en particulier la configuration tokamak, en font un candidat idéal en vue de la transition énergétique. Cependant, un certain nombre de difficultés technologiques et physiques restent à résoudre avant que l'étape d'une centrale électrique à fusion puisse voir le jour. La production de poussières est l'une des principales difficultés rencontrées dans les tokamaks. Ces petites particules composées de matériaux présents dans les parois de la machine sont créées par l'érosion de ces parois par le plasma dans lequel les réactions de fusion doivent avoir lieu. Les poussières peuvent être transportées dans le plasma et y libérer de grandes quantités d'impuretés, ce qui a pour conséquence de baisser les performances de la machine (en augmentant les pertes radiatives et en créant des instabilités), et qui peut mettre en danger les composants face au plasma. Dans le but de comprendre le transport de ces poussières, des expériences d'injection sont réalisées sur le tokamak coréen \KSTAR. Les trajectoires des poussières dans le plasma sont observées par des caméras rapides et sont extraites des films à l'aide de routines de traitement d'images. Un code numérique implémentant les derniers modèles d'interactions plasma-poussières est développé, et des comparaisons avec les données expérimentales sont faites, confirmant la tendance générale de ces modèles à la sous-estimation de la longueur des trajectoires des poussières. Des pistes d'amélioration sont présentées. Concernant les sources et puits de poussières, l'accent est porté sur l'adhésion et remise en suspension de particules sur les parois de la machine
Thermonuclear fusion could play an important role amongst the numerous alternative energy sources, especially though the tokamak configuration. It could be a prime candidate for the energy transition, owing to its significant advantages (fuel abundance, low amount of wastes generated, low risks of accidents). However, a certain amount of technological and physical challenges require solving before any fusion power plant can be built. Dust production is one of the major difficulties encountered in tokamaks. These small particles, made out of wall material, are created by erosion of the plasma-facing components by the plasma, where the fusion reactions occur. Dust particles can be transported in the plasma, thereby unleashing large amounts of impurities, which in turn reduces the plasma performances (by raising radiative losses and generating instabilities) and can even jeopardize plasma-facing components. Aiming to understand dust transport, injection experiments are performed on the Korean tokamak \KSTAR. Trajectories are recorded on film via fast cameras and are extracted by image processing routines. A numerical tool implementing the latest models for dust-plasma interactions is developed, and comparisons with experimental data is made, confirming the overall tendency of these models to underestimate the trajectory lengths. Leads of improvements are presented. Concerning dust sources and sinks, the focus is made on dust adhesion and resuspension of dust on the machine walls

Le formalisme de la transformation de Lie est appliqué à la dynamique des particules chargées dans la topologie magnétique d'un tokamak, afin de construire un opérateur de type Fokker-Planck pour les collisions coulombiennes utilisable pour la génération de courant. Cette approche permet de réduire le problème à trois dimensions (deux dans l'espace des vitesses, une dans l'espace des configurations) tout en gardant la richesse des effets croisés entre les es- paces résultant de la conservation du moment canonique toroïdal (axisymétrie). Cette approche cinétique permet de d'écrire des phénomènes physiques liés à la présence de forts gradients de pression dans des plasmas de forme quelconque, comme le courant " bootstrap " dont le rôle sera primordial pour le futur réacteur ITER. Le choix des coordonnées et la méthode utilisée sont particulièrement adaptés à la résolution numérique de l'équation de dérive cinétique permettant de calculer la distribution des particules, celle-ci pouvant présenter un fort écart à la maxwellienne sous l'effet d'un champ électrique (statique ou produit par une onde radio- fréquence). Les travaux dédiés principalement à la physique des plasmas de tokamak ont été étendus à ceux des plasmas de l'espace relevant d'une configuration magnétique dipolaire.

Les nombreux avantages que présenteraient la fusion thermonucléaire, en particulier la configuration tokamak, en font un candidat idéal en vue de la transition énergétique. Cependant, un certain nombre de difficultés technologiques et physiques restent à résoudre avant que l'étape d'une centrale électrique à fusion puisse voir le jour. La production de poussières est l'une des principales difficultés rencontrées dans les tokamaks. Ces petites particules composées de matériaux présents dans les parois de la machine sont créées par l'érosion de ces parois par le plasma dans lequel les réactions de fusion doivent avoir lieu. Les poussières peuvent être transportées dans le plasma et y libérer de grandes quantités d'impuretés, ce qui a pour conséquence de baisser les performances de la machine (en augmentant les pertes radiatives et en créant des instabilités), et qui peut mettre en danger les composants face au plasma. Dans le but de comprendre le transport de ces poussières, des expériences d'injection sont réalisées sur le tokamak coréen \KSTAR. Les trajectoires des poussières dans le plasma sont observées par des caméras rapides et sont extraites des films à l'aide de routines de traitement d'images. Un code numérique implémentant les derniers modèles d'interactions plasma-poussières est développé, et des comparaisons avec les données expérimentales sont faites, confirmant la tendance générale de ces modèles à la sous-estimation de la longueur des trajectoires des poussières. Des pistes d'amélioration sont présentées. Concernant les sources et puits de poussières, l'accent est porté sur l'adhésion et remise en suspension de particules sur les parois de la machine
Thermonuclear fusion could play an important role amongst the numerous alternative energy sources, especially though the tokamak configuration. It could be a prime candidate for the energy transition, owing to its significant advantages (fuel abundance, low amount of wastes generated, low risks of accidents). However, a certain amount of technological and physical challenges require solving before any fusion power plant can be built. Dust production is one of the major difficulties encountered in tokamaks. These small particles, made out of wall material, are created by erosion of the plasma-facing components by the plasma, where the fusion reactions occur. Dust particles can be transported in the plasma, thereby unleashing large amounts of impurities, which in turn reduces the plasma performances (by raising radiative losses and generating instabilities) and can even jeopardize plasma-facing components. Aiming to understand dust transport, injection experiments are performed on the Korean tokamak \KSTAR. Trajectories are recorded on film via fast cameras and are extracted by image processing routines. A numerical tool implementing the latest models for dust-plasma interactions is developed, and comparisons with experimental data is made, confirming the overall tendency of these models to underestimate the trajectory lengths. Leads of improvements are presented. Concerning dust sources and sinks, the focus is made on dust adhesion and resuspension of dust on the machine walls

Experiments on several tokamaks convincingly demonstrated that a deliberate seeding of selected impurities can have a positive effect on the plasma performance. On the one hand, a significant reduction of the head load on divertor plates, one of the main concerns by constructing a thermonuclear reactor, has been achieved due to the increase of edge radiation. On the other hand, in some devices impurity seeding has led to an improvement of the energy confinement and the so called radiation improved (RI) mode has been established with the same or even better confinement than in the H-mode. However, in order to make use of these positive impacts, the behaviour of seeded impurity has to be strictly controlled and such negative developments as the accumulation of impurity ions in the plasma core accompanied by a strong increase of the central radiation losses should be avoided.

Plasma heating by radio-frequency (RF) waves has been proven to be a useful tool to control the behaviour of puffed impurities. In order to asses the prospective of impurity control by RF waves in larger devices and under reactor conditions, proper modelling approaches have been developed. One of the important parameters, which should be evaluated, is the averaged energy or temperature of heated impurity ions. The latter determines, in particular, the power transported to the main species, and, thus, the heating efficiency. Besides, the temperature of impurity ions characterizes the intensity of particle losses for heated impurities. An approach to compute the impurity temperature under such conditions is elaborated. It is based on the construction of a hierarchy of approximate solutions to the impurity heat balance equation and takes into account that the density and, thus, the heat conductivity of heated ion species can change by many orders of magnitude with the position in the plasma. The developed method has been incorporated into 1D transport code RITM. Coupled with the full wave code TORIC, the particle and heat balances for impurity and main plasma species provide a self-consistent approach to model the ion cyclotron resonance heating (ICRH) scenario. The modelling of various heating scenarios for several tokamaks displays the impacts of impurity heating on the heat and particles transport and heating efficiency. To investigate the possibility of impurity control at the large tokamak the experiment on selective impurity heating in the mode conversion H/D plasma was prepared and carried out in the tokamak JET.

Doctorat en sciences, Spécialisation physique
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Le but de cette thèse est de mieux comprendre la création des électrons découplés et de qualifier une méthode d’extinction rapide d’un plasma disruptif. Dans la première partie, nous utilisons les disruptions de Tore Supra pour simuler la création des électrons découplés. Le profil reconstruit du champ électrique permet de calculer le nombre d’électrons découplés suivant les modèles de Dreicer et de « hot tail ». La deuxième partie consiste à calculer la fonction de distribution des électrons découplés en simulant l’interaction de ces électrons avec un élément de la paroi. Enfin, un projet d’amortissement des disruptions et de suppression des électrons découplés, a été développé. Le but est d’injecter en un temps court (<5ms) une grande quantité d’hélium dans le plasma. Une méthode de détection des disruptions est mise au point pour commander l’injection. Ces résultats permettent de qualifier pour le principe cette technique envisagée sur ITER
The aim of this thesis is a better comprehension of the runaway electrons creation and to qualify a disruption mitigation method. In first part, we use Tore Supra disruptions to simulate the runaway electrons creation. We calculate the electric field in plasma to work out the electrons number with Dreicer and “hot tail” model. The second part of this thesis consists to determinate the electron distribution function. We simulate interaction of these electrons with a wall element. Finally we create a high-pressure gas jet to injected helium in less 5ms to mitigate disruption. The opening command is based on disruption detection method. This should be useful to qualify the principle of this technique what is allowed to ITER

Dans un reacteur thermonucleaire, il faudra alimenter en continu la decharge en combustible et pomper les cendres produites par les reactions de fusion. Le risque d'empoisonnement limitant la concentration admissible de particules alpha a 10%, il faudra, pour assurer les conditions d'une decharge stationnaire, extraire 2% du flux d'helium sortant du plasma. Dans tore supra, le principal element gerant les flux de chaleur et particules au bord est le divertor ergodique. Le principe en est de creer une perturbation resonnante detruisant les surfaces magnetiques peripheriques. Dans cette region, les lignes de champ sont ouvertes et connectees a leurs deux extremites a des neutraliseurs qui recoivent les flux de chaleur et de particules et assurent le pompage necessaire au maintien de la decharge en etat stationnaire. Ce travail porte sur la caracterisation de la recirculation des neutres autour du divertor et s'appuie sur une base de donnees 56 decharges. On y discute les deux processus physique permettant l'extraction des particules : la collection balistique des ions et celle des neutres retrodiffuses par les reactions de physique atomique. Ces deux processus sont modelises en prenant en compte de facon realiste la geometrie du divertor. On presente une comparaison simulation - experience pour des mesures caracterisant les trois acteurs principaux de l'interaction plasma-paroi : le plasma de bord, l'emission d et la pression derriere les neutraliseurs. Enfin, on discute l'extrapolation de ce dispositif aux machines de prochaine generation, ou les contraintes techniques liees a la necessite d'un bouclier protegeant les bobinages des neutrons de fusion doivent etre prises en compte.

Ce travail de thèse porte sur la modélisation et la simulation numérique des plasmas ionosphérique et Tokamak. La première partie de ce travail concerne la modélisation et la simulation numérique des effets de perturbations ionosphériques sur les communications terre-satellite. Le point départ de cette partie est l’analyse asymptotique du modèle de Euler-Maxwell conduisant ainsi au modèle Dynamo, qui se traduit en un couplage en 3D entre une équation elliptique pour le potentiel électrique et une équation de conservation de masse pour la densité du plasma. Du fait de la forte anisotropie de la matrice de diffusion associée a l’équation elliptique, on a developpé un schéma numérique préservant l’asymptotique permettant ainsi le bon conditionnement du systeme linéaire. La simulation de l’équation de conservation de masse est faite à l’aide de schémas de lois de conservation d’ordre elevé. La validation de ce modèle Dynamo s’obtient par une étude comparative avec le modèle Striation en 2D. Dans la deuxième partie, on s’intéresse au plasma Tokamak. On extrait du modele TOKAM3D, une équation de balance d’énergie de type non-linéaire en dimension 2 contenant toutes les difficultés numériques. Les méthodes numériques standard étant très coûteux en temps CPU, on developpe un schéma implicite-explicite prouvé efficace et stable pour ce type de problème. Enfin, ce schéma est combiné à une méthode de splitting dimensionnelle pour la discrétisation et des expériences numériques sont alors presentées
This thesis focuses on modeling and numerical simulation of ionospheric and Tokamak plasmas.The first part of this work concerns the modeling and simulation of ionospheric perturbations effects for earth-satellite communications. The starting point of this part is an asymptotic analysis of Euler-Maxwell model leading to Dynamo model, which results into a 3D coupling problem between an elliptic equation for the electric potential and a mass conservation equation for the plasma density. Because of the strong anisotropy of the diffusion matrix associated with the elliptic equation, we developed an asymptotic preserving numerical scheme thus allowing the well conditioned linear system. The simulation of the mass conservation equation is made by using high order conservation laws scheme. The validation of this model Dynamo is obtained by a comparison with the 2D Striation model. In the second part, we are interested in tokamak plasma. We extract from TOKAM3D model, a 2D nonlinear energy balance equation containing all the numerical difficulties. Standard numerical methods are very CPU consuming, thus we develop an implicit-explicit scheme shown efficient and stable for this type of problem. Finally, this scheme is combined with dimensional splitting method for the discretization and numerical experiments are then presented

L'analyse des décharges en mode H du JET considérées dans ce travail est détaillée. Une première analyse de l'ensemble des données montre que certains paramètres techniques ne peuvent pas être considérés comme indépendants pour notre analyse car de nombreuses décharges ont été réalisées en considérant les mêmes valeurs typiques de ces paramètres, tels que le champ magnétique toroïdal et le courant plasma. Ainsi, deux paramètres techniques principaux sont d'abord identifiés et seront utilisés pour la loi d'échelle sur le rapport entre la densité de la séparatrice et celle du socle supérieur, à savoir le courant plasma IP et la puissance totale injectée PTOTAL. Cette première loi d'échelle semble prédire assez bien les données expérimentales pour des valeurs faibles et moyennes de la densité de la séparatrice, alors qu'une forte divergence apparaît pour une densité élevée. Afin de mieux comprendre ce comportement, les décharges ont été analysées en fonction de la configuration magnétique du divertor. Une nette différence est observée entre les expériences avec une configuration magnétique du divertor en coin par rapport aux configurations horizontales-verticales ou verticales-verticales. Ce résultat suggère l'introduction d'un paramètre prenant en compte la qualité du confinement. De cette manière, un meilleur accord entre les prédictions et les résultats expérimentaux est obtenu pour les valeurs de basse et haute densité. Enfin, le même type d'étude est réalisé sur le TCV et une loi d'échelle prenant en compte les deux dispositifs est dérivée
The analysis of JET H-mode discharges considered for this work is detailed. A first analysis of the dataset shows that some engineering parameters cannot be considered as independent for our analysis because many discharges were performed considering the same typical values of these parameters, such as the toroidal magnetic field and the plasma current. Thus, two main engineering parameters are first identified and will be used for the scaling law on the ratio of the separatrix density to the top pedestal one, namely the plasma current IP and the total injected power PTOTAL. This first scaling law seems to predict the experimental data quite well for low and medium values of the separatrix density, while at high density a strong discrepancy appears. In order to get further insight on such behavior the discharges were analyzed in terms of divertor magnetic configuration. A clear difference is observed between experiments with a corner-corner divertor magnetic configuration compared to the horizontal-vertical ones or vertical-vertical ones. This result suggests the introduction a parameter taking into account the quality of confinement. In this way, a better agreement between predictions and experimental results is obtained for both low and high-density values. Finally, the same type of study is performed on TCV and a scaling law taking into account both devices is derived

Cette étude a pour objectif de montrer la faisabilité de l'interférométrie de speckle à décalage de phase temporel pour mesurer l'érosion et la redéposition sur les composants face au plasma in situ dans un tokamak. Les résultats de ce travail montrent clairement que cette technique de mesure peut être installée sur un tokamak pour caractériser et suivre l'évolution des phénomènes d'érosion et de redéposition sur les composants face au plasma. La configuration du montage optique et la procédure de traitement et d'acquisition des images interférométriques, d'abord développées et validées en laboratoire, ont ensuite été adaptées à l'environnement complexe du tokamak. Nous disposons finalement d'une technique optique pour caractériser les phénomènes d'érosion/redéposition (volume de matière érodée et redéposée, localisation) sur des composants face au plasma optiquement rugueux (composite en fibre de carbone, tungstène), de grandes dimensions (50 x 50 cm2 ), situés à une grande distance de la caméra (~3m) et soumis à des vibrations. Après avoir défini les régions où l'on veut caractériser l'érosion et la redéposition dans un tokamak actuellement en fonctionnement, nous proposons un diagnostic pour valider in situ la technique de mesure sur un tokamak, nous permettant ainsi de développer un diagnostic pour ITER

Dans un tokamak, un plasma est maintenu à l’aide de champs magnétiques dans des conditions nécessaires à l’apparition de réactions de fusion nucléaire. Sous l’hypothèse de symétrie axiale du tokamak, l’étude de la configuration magnétique à l’équilibre se fait en deux dimensions, et se déduit de la fonction de flux poloïdal ψ. Cette fonction est solution d’un système d’équations aux dérivées partielles non linéaire, appelé problème d’équilibre. Cette thèse présente le problème d’équilibre évolutif à frontière libre, où les équations de circuit dans les bobines et les structures passives du tokamak sont résolues en même temps que l’équation de Grad-Shafranov afin de produire une simulation dynamique du plasma. Au cours de ce travail, le code d’équilibre par éléments finis CEDRES++ a été amélioré afin de résoudre ce problème dynamique. Des tests ainsi qu’une comparaison avec le code DINA-CH sur un cas d’instabilité verticale d’ITER ont permis une validation des résultats. Le phénomène de diffusion résistive de densité de courant dans le plasma a ensuite été simulé à l’aide d’un couplage entre CEDRES++ et l’équation de diffusion moyennée en une dimension, puis comparé avec succès aux résultats obtenus avec le code de modélisation intégrée CRONOS
In a Tokamak, in order to create the necessary conditions for nuclear fusion to occur, a plasma is maintained by applying magnetic fields. Under the hypothesis of an axial symmetry of the tokamak, the study of the magnetic configuration at equilibrium is done in two dimensions, and is deduced from the poloidal flux function ψ. This function is solution of a non linear partial differential equation system, known as equilibrium problem. This thesis presents the time dependent free boundary equilibrium problem, where the circuit equations in the tokamak’s coils and passive conductors are solved together with the Grad-Shafranov equation to produce a dynamic simulation of the plasma. In this framework, the Finite Element equilibrium code CEDRES++ has been improved in order to solve the aforementioned dynamic problem. Consistency tests and comparisons with the DINA-CH code on an ITER’s vertical instability case have validated the results. Then, the resistive diffusion of the plasma’s current density has been simulated using a coupling between CEDRES++ and the averaged one-dimensional diffusion equation, and it has been successfully compared with the integrated modeling code CRONOS